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. - , 1 Réacteur nucléaire à rendement amélioré
_ L'invention concerne un réacteur nucléaire à rendement amélioré
susceptible de mieux utiliser Le matériau combustible des assemblages du coeur.
Les réacteurs nucléaires refroidis et modérés par de l'eau légère sous pression comportent une cuve contenant le coeur du réacteur plongé
dans de l'eau sous pression remplissant la cuve. Le coeur du reacteur com-porte des assemblages de grande hauteur par rapport à leur section transver-sale disposés verticalement et côte à côte. Les assemblages sont eux-mêmes constitués par des faisceaux de crayons combustibles fissiles en contact par leur surface externe avec l'eau de refroidissement du réacteur.
Pour la conduite du réacteur, on utilise un ensemble de barres de commande associées à certains assemblages du coeur. Ces barres de commande sont constituées par des barreaux parallèles de matériau absorbant Eorte-ment les neutrons qui peuvent être déplacés verticalement à l'intérieur de tubes guides se substituant à certains crayons combustibles dans les assem-blages constituant le coeur.
Un des problèmes importants lié à l'exploitation des réacteurs nu-cléaires est l'obtention d'un rendement élevé en ce qui concerne l'utilisa-tion du combustible nucléaire des assemblages. Ce combustible est générale-ment constitué par de l'uranium sous forme d'oxyde d'uranium renfermant defaSon prépondérante de l'uranium 238 fertile et une quantité d'uranium 235, fissile variable en fonction de l'enrichissement du combustible.
` Pendant le fonctionnement du réacteur, le combustible fissile est consommé, si bien qu'il est nécessaire de remplacer une partie au moins des assemblages du coëur du réacteur après une certaine durée de fonctionne-ment.
Le coût des opérations d'enrichissement, de rechargement, de rem-pLacement du combustible usagé et de son retraitement est très élevé, si bien qu'il est souhaitable d'utiliser le mieux possible le combustible in-troduit dans le coeur du réacteur, pour améliorer les conditions économi-ques d'exploitation du réacteur.
On cherche en particulier à réaliser une combustion la plus com-plète possible de l'uranium contenu dans le matériau des assemblages. un améliorant la combustion de l'uranium on peut soit augmenter la durée de vie du coeur pour une charge initiale d'uranium fissile déterminée ou dimi-nuer la charge initiale du coeur en uranium fissile, pour une durée de vie donnée. Dans le premier cas, on diminue les frais d'exploitat-ion du réac-31q~
2teur nucléaire en opérant des rechargements plus espacés dans le temps.
Dans le second cas, on pourra par exemple soit diminuer le volume et la mas-se totale des crayons combustibles du coeur, soit encore utiliser un combus-tible ayant un taux d'enrichissement inférieur. On diminuera ainsi le cout de la charge de combustible.
Pour la conduite du réacteur, c'est-à-dire pour le réglage de la réactivité du coeur, on utilise des matériaux absorbant les neutrons soit sous forme de barres de commande qui sont insérées dans le coeur du réac-teur, soit sous forme d'éléments dissous dans l'eau de réfrigération et de modération du réacteur. Après le chargement du coeur, la réactivité de celui-ci est élevée, si bien qu'il faut utiliser des matériaux absorbants en quantité accrue pour la conduite du réacteur. On introduit par exemple dans les tubes guides de certains assemblages du coeur des grappes de crayons renfermant des poisons consommables ou encore on introduit dans l'eau de refroidissement des poisons absorbeurs de neutrons en quantité im-portante.
Lorsque l'excès de réactivité diminue du fait de l'usure du com-bustible, on diminue parallèlement la concentration des poisons absorbeurs de neutrons qui sont dissous. Ces poisons absorbeurs de neutrons qui sont nécessaires pour la conduite du réacteur dans son état initial sont couteux en eux-memes et réduisent le rendement énergétique du combustible fissile contenu dans le coeur, On a proposé d'utiliser l'excès de réactivité du coeur dans son état initial pour produire un combustible fissile (plutonium 239) à partir de l'uranium 238 contenu dans le combustible des assemblages. Pour celà, on déplace le spectre d'énergie des neutrons dans lè coeur, vers les hautes i énergies, en diminuant le rapport du volume de modérateur au volume du com-bustible dans le coeur, pendant la première partie du cycle du combustible.
¦ Lorsque l'excédent de réactivité du combustible devient pratiquement nul, on ramène le rapport volume de modérateur sur volume de combustible à une 'I valeur permettant de ramener le spectre des neutrons dans sa zone habituelle pour les réacteurs nucléaires à eau sous pression. Les neutrons sont alors dits "thermiques" ou "lents". Ceci a pour effet de produire un nouvel excédent de réactivité qui permet d'allonger la durée d'utilisation du combustible.
On agit sur le rapport volume de modérateur sur volume de combus-tible, en introduisant dans la première partie du cycle du combustible, des , barreaux en matériau transparent aux neutrons, à l'intérieur de certains 3~7~
tubes guides des assemblages du coeur. On chasse ainsi l'eau renfermée par ces tubes guides et l'on diminue d'autant le volume de modérateur dans le coeur.
Pour obtenir un effet sensible, il est nécessaire de déplacer environ 20~ de l'eau de refroidissement pendant à peu près 60% de la durée de vie du coeur. Pour celà, il faut utiliser un très grand nombre de crayons transparents aux neutrons introduits dans tous les tubes guides des as-semblages du coeur, à l'exception de ceux utilisés pour le guidage des barres de commande absorbantes du réacteur.
Ceci complique considérablement la conception et la construction du réacteur.
En effet l'ensemble des équipements contenant le coeur du réacteur doivent être dimensionnés de façon à pou-voir effectuer le guidage au-dessus du coeur et la commande en translation des barres de variation de spectre. Cette conception impose donc une implantation d'un nombre impor-tant de tubes de guidage, dans la partie des équipements in-ternes par laquelle s'échappe normalement l'eau chargée de calories, au détriment du bilan hydraulique du réacteur.
On doit donc recourir à une nouvelle conception de la circulation du réfrigérant dans la cuve du réacteur. Par ailleurs, la commande en translation de ces grappes oblige à implanter sur le couvercle de la cuve un nombre très important de mécanismes de commande qui doivent s'inter-caler avec les mécanismes existant des grappes de contrôle permettant le pilotage du réacteur. Toutes ces astreintes conduisent en particulier, à puissance égale, à augmenter la taille de la cuve du réacteur par rapport à un réacteur c]assique.
En outre, un déplacement du spectre des neutrons vers les hautes énergies entraine une dépardition accrue de neutrons à l'extérieur du réacteur et une "fragilisation"
plus importante de l'acier de la cuve du réacteur.
~8~,~7l~
Selon la présente invention il est prévu un réac-teur nucléaire à rendement amélioré comprenant une cuve con-tenant un coeur constitué par des assemblages combustibles fissiles disposés côte à côte et verticalemerlt, plongeant dans de l'eau legère sous pression constituant le fluide mo-dérateur et de refroidissement du réacteur, des barres de commande en matériau absorbant les neutrons déplacables verticalement dans le coeur pour règler la puissance du ré-acteur, et des barres de variation du spectre d'énergie des neutrons en matériau ayant une absorption des neutrons dif-férente de celle des barres de commande, associées à des dispositifs de déplacement vertical permettant leur inser-tion complète dans une partie au moins des assemblages du coeur ou leur extraction complète pour faire varier le rap-port du volume de modérateur au volume de matiere fissibledans le coeur et déplacer le spectre d'énergie des neutrons, ces barres étant réparties dans toute la section du coeur, caractérisé par le fait qu'il comprend en plus:
- un cloisonnement métallique massif en matériau réfléchissant les neutrons à haute énergie, disposé à la périphérie du coeur et sur toute sa hauteur et, - deux couches de matériau absorbant les neutrons à basse énergie et renfermant de la matière fertile disposées l'une à la partie inférieure du coeur et l'autre, à sa partie ~5 supérieure, sur toute sa section.
Le réacteur nucléaire selon l'invention permet une meilleure utilisation du combustible des assemblages et une réduction de la fluence neutronique donc de l'effet de fragilisation de l'acier de la cuve du réacteur, tout en étant d'une structure et d'une conception simple.
Suivant un mode de réalisation préférentiel, les barres de variation de spectre sont associées à un assemblage combustible sur deux dans le coeur suivant une disposition en damier.
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,:, - 4a -AEin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'excmple non limitatif, un réacteur nucléaire de grande puissance, suivant l'invention.
La figure 1 est une vue en coupe, par un plan ver-tical de symétrie, de la cuve du réacteur nucléaire.
La figure 2 est une vue en coupe suivant AA de la figure 1.
La figure 3 est une vue en coupe suivant BB de la figure 1.
La figure 4 est une vue à plus grande échelle d'une partie de la section du coeur représentée à la figure 3 montrant la disposition des barres de commande et de variation de spectre dans les assemblages du coeur du réacteur.
Sur la figure 1, on voit la cuve 1 du réacteur fermée par un couvercle bombé 2.
Comme il est visible sur les figures 1 et 2, la cuve comporte quatre tutulures d'arrivée d'eau sous pres-sion 4 et quatre tubulures de sortie d'eau 5. Les tubulures 4 sont reliées aux branches froides du circuit primaire du réacteur et les tubulures 5 aux branches chaudes conduisant l'eau sous pression échauffée au contact des assemblages 6 du coeur 7 du réacteur vers des générateurs de vapeur non représentes.
A l'intérieur de la cuve 1 sont suspendus les équi-pements inter-, _ nes comportant en particulier une virole 8 constituant l'enveloppe du coeur 7 et portant, à sa partie inférieure, la plaque 9 de support du coeur. La plaque 9 est percée d'ouvertures en correspondance avec les assemblages du -coeur. Ainsi qu'il est visible sur la figure 3, le coeur comporte cent quatre-vingt treize assemblages à section carrée reposant sur la plaque 9.
Au-dessus du coeur 7 sont situés les équipements internes supé-rieurs 11 du réacteur. Ces équipements internes supérieurs 11 comportent des tubes de guidage 12 des barres, servant d'entretoises et assurant la liaison entre une plaque intermédiaire 13 et une plaque de coeur 10 auxquel-les ils sont liés. Les équipéments internes ccmportent également une plaque ,supérieure 14 3 laquelle sont fixées les parties supérieures des tubes 12.
Les plaques 13 et 14 sont fixées sur des viroles coaxiales à la virole 8 et maintenues, comme la virole 8, entre le couvercle 2 et la cuve 1. Les tubes 12 renferment des cartes de guidage 15 et des dispositifs de guidage conti-nus permettant de maintenir et guider les barres pendant leurs mouvements ,verticaux dans le coeur. A leur partie inférieure les tubes 12 sont percés d'ouvertures 16 pour permettre la sortie de l'eau, parcourant les assembla-¦ges munis de grappe, vers les tubulures de sortie de la cuve. Ces tubes 12 .sont réalisés en deux parties, la partie supérieure des tubes est suspendue ~¦20 la plaque supérieure 14 et leur partie inférieure joue le rôle d'entretoi-se entre les plaques 10 et 13.
L'espace annulaire compris entre le coeur 7 dont on voit la sec-¦tion sur la figure 3 et l'enveloppe de coeur 8 est rempli par un cloisonne-ment massif 18 en acier inoxydable servant de réflecteur en particulier 125 pour les neutrons à haute énergie produits dans le coeur. Le cloisonnement -1massif 18 occupe pratiquement tout le volume compris entre le coeur et l'en-veloppe de coeur.
Les crayons combustibles des assemblages sont constitués par des tubes en zirconium de grande longueur renfermant des pastilles d'oxyde d'u-ranium enrichi en uranium 235. A chacune de leurs extrêmités, sur une lon-gueur de dix centimètres environ, les tubes en zirconium sont remplis par des pastilles d'oxyde d'uranium (U02) appauvri en uranium 235 remplasant les pastilles en oxyde d'uranium enrichi. On constitue ainsi deux couches pratiquement continues 19 et 20 en uranium appauvri à l'extrêmité supérieu-re et à l'extrêmité inférieure du coeur respectivement.
Ces couches 19 et 20 permettent d'absorber les neutrons à faible énergie et fournissent de l'uranium 238 susceptible de se transformer en plutonium 239 sous l'effet du bombardement par les neutrons à haute éner gie.
Le cloisonnement en acier inoxydable l et les couches d'uranium appauvri 19 et 20 permettent ainsi de limiter au minimum la sortie des neu-trons en dehors du coeur, ce qui améliore le rendement du réacteur.
De plus, on diminue ainsi la fluence au voisinage de la cuve.
; Sur la figure 2, on voit l'ensemble des tubes de guidage 12 per-3 mettant le guidage des barres dans le coeur du réacteur. Pour l'ensemble du coeur on utilise quatre-vingt seize grappes de crayons absorbants, chacune de ces grappes pouvant être introduite dans les tubes guides d'un assembla-ge.
Sur la figure 1 on voit une telle grappe de crayons absorbants ou barre de commande 24 en position haute, celle-ci étant fixée à une tige de commande 25 elle-même mobile dans une chambre tubulaire 26 en communication avec l'intérieur de la cuve. En haut de la chambre 26 est placé un mécanis-me de déplacement de la tige 25 non représenté. Un tel mécanisme de typeclassique à cliquets permet de déplacer dans la direction verticale et de fason très précise la barre de commande 24 à l'intérieur des tubes guides de l'assemblage 6a disposé à la verticale du tube 12a.
On voit egalement sur la figure 1, un ensemble de barres de varia-tion du spectre d'énergie des neutrons 27 entièrement insérées dans les tubes guides de l'assemblage 6a. Ces barres de variations du spectre d'éner-gie des neutrons sont constituées par une grappe de tubes en alliage de zir-conium remplis par des pastilles d'uranium appauvri sur toute leur lon-gueur.
Les grappes de commande aussi bien que les grappes de variation ; du spectre d'énergie des neutrons ont la même longueur que les assembla-. .
ges.
Les barres de variation du spçctre neutronique 27 peuvent être dans l'une ou l'autre de deux positions, l'une de ces positions étant la po-sition complètement insérées représentée à la figure 1, et l'autre positionla position complètement extraites équivalant à la position de la grappe de commande 24 représentée sur la figure 1. Un dispositif de déplacement asso-cié à la barre de variation de spectre.27 permet de la déplacer de l'une l'autre de ces deux positions. Dans leur position complètement insérés, les crayons absorbants constituant la barre de variation de spectre sont enga-gés dans l'assemblage 6 sur toute leur longueur.
En se reportant aux figures 2 et 3, on voit que pour un coeur com-portant cent quaere-vingt treize assemblages, on utilise quatre-vingt seize ô
tubes de guidage 12 permettant chacun le guidage à la fois d'une barre de commande 24 et d'une barre de variation de spectre 27. On voit également que ces tubes de guidage 12 sont disposés à la verticale d'assemblages com-bustibles 30 disposés en damier dans la section du coeur. Un assemblage sur deux est donc équipé à la fois d'une barre de commande et d'une barre de va riation de spectre en uranium appauvri.
Les assemblages 31 adjacents aux assemblages 30 équipés de barres de commande et de barres de variation de spectre ne reçoivent ni l'un ni l'autre de ces deux types de barres absorbantes.
En se reportant à la figure 4, on voit la disposition des tubes guides 32 destinés à recevoir des barres de commande et des tubes-guides 33 destinés à recevoir des barres de variation de spectre. Chaque assemblage comporte cinquante six tubes guides dont seize tubes destinés à recevoir des barres de commande et quarante tubes destinés à recevoir des barres de variation de spectre.
Les tubes guides des assemblages 30 reçoivent effectivement ces barres pendant le fonctionnement du réacteur alors que les tubes guides cor-respondant des assemblages 31 reSoivent une grappe de bouchons permettant de créer une perte de charge équivalant à celle due aux barres introduites 20 dans les tubes 32 et 33 des assemblages 30.
L'ensemble de la grappe 24 constituant la barre de commande repro-duit la répartition transversale des tubes guides 32 représentée à la Eigu-I re 4, alors que l'ensemble de la grappe 27 reproduit la répartition des -j tubes guides 33 également représentée sur la Eigure 4.
1 25 En début de cycle du combustible, c'est-à-dire après un charge--y ment, on utilise les mécanismes de déplacement des barres de variation de spectre pour mettre toutes les barres en uranium appauvri en position d'in-l sertion maximum dans les assemblages 30, si bien que le volume de modéra-teur par rapport au volume de combustible dans le coeur du réacteur se trou-ve considérablement réduit. De plus, chacun des crayons en uranium appauvri ' des barres de variation de spectre absorbe localement les neutrons de basse i énergie, ce qui provoque un dép!acement accru du spectre des neutrons vers ; les hautes énergies.
Cet effet local répété dans l'ensemble du coeur par les barres de variation de spectre réparties de façon régulière dans un assemblage sur deux provoque un effet global de durcissement du spectre à l'intérieur du coeur du réacteur.
i On obtient ainsi, à la fois par diminution du volume du moaéra-teur et par absorption des neutrons de faible énergie, un déplacement de spectre suffisant pour produire une conversion appréciable de l'uranium 238 du combu.stible en plutonium 239.
Les barres en uranium appauvri absorbent les neutrons lents excé-dentaires à ceux qui sont nécessaires pour l'entretien de la réaction en fi chaine dans le coeur et donnent lieu a la formation de plutonium 239 SOU9 l'effet du bombardement par les neutrons de plus forte énergie.
Après un fonctionnement avec les barres de variation de spectre insérées pendant une partie notable du cycle du réacteur,on extrait ces bar-res. Après l'extraction des barres de variation de spectre, la matière fis-j sile formée par le bombardement neutronique à haute énergie pendant la pre-I mière phase est consommée à l'intérieur du coeur du réacteur.
i Par l'effet accru de déplacement du spectre des barres absorban-tes en uranium appauvri et par l'utilisation d'un réflecteur périphérique en acier inoxydable et de couches absorbantes en uranium appauvri de part et d'autre du coeur, à sa partie inférieure et à sa partie supérieure, il est possible de n'équiper qu'un assemblage combustible sur deux dans le coeur avec un ensemble comportant à la fois une barre de commande et une barre de variation de spectre.
On voit sur la figure 3 que, parmi les cent quatre vingt treize assemblages combustibles constituant le coeur, il existe quatre vingt seize assemblages 30 recevant une barre de commande et une barre de variation de spectre et quatre vingt dix sept assemblages 31 ne recevant qu'une grappe de bouchons.
Il sera donc possible d'implanter au-dessus du couvercle 2 de la cuve 1 les mécanismes de déplacement de barres de commande comportant un mé-canisme coaxial d'insertion et d'extraction des barres de variation de spec-tre, alors que la disposition de tels mécanismes à la verticale de chacun des assemblages aurait été très difficile et remettait en cause la concep-30 tion de la cuve, de son couvercle et des équipements internes.
J Le dispositif suivant l'invention a donc l'avantage de permettre une mise en place de l'ensemble des barres de commande et des barres de va-riation de spectre, sans nécessiter de modification importante de la cuve d'un réacteur nucléaire du type à eau sous pression. D'autre part, grâce à
35 l'erfet de réflecteur du cloisonnement périphérique du coeur, à l'effet d'absorption des couches supérieures et inférieures d'uranium appauvri du coeur et à l'effet de déplacement du spectre accru des barres de variation de spectre neutronique, on peut améliorer considérablement les conditions ;
9 37~
d'exploitation du combustible du coeur du réacteur.
Ces améliorations sensibles génératrices d'économies importantes sur le coût du combustible sont obtenues au prix d'une modification relati-vement peu importante de la structure du réacteur.
5L'invention ne se limite pas au mode de réalisation qui vient d'être décrit ; elle en comporte au contraire toutes les variantes.
C'est ainsi qu'on peut imaginer une répartition différente des tubes-guides 32 et 33 recevant la barre de commande et la barre de varia-tion de spectre dans chacun des assemblages 30. On peut également concevoir une répartition différente des assemblages recevant les barres de commande et les barres de variation de spectre.
On peut également imaginer des configurations où ces deux types de barres ne sont pas associés aux mêmes assemblages du coeur. On peut éga-lement ima8iner des grappes constituant les barres de commande et de varia-115 tion de spectre comportant un nombre différent de crayons absorbants.
Pour les barres de variation de spectre on peut imaginer l'utili-!sation de matériaux absorbants différents de l'uranium appauvri, renfermant ou ne renfermant pas de matériau fertile susceptible de se transformer en matériau fissile sous l'effet du bombardement neutronique.
'On peut imaginer des dispositifs d'un type quelconque, mécanique, ihydraulique ou pneumatique pour le déplacement des barres de commande et pour l'insertion ou l'extraction complète des barres de variation de spectre.
L'invention s'applique à tout réacteur nucléaire refroidi et modé-ré à l'eau légère sous pression comportant des assemblages combustibles dis-'posés verticalement, à l'intérieur desquels on déplace verticalement des -lbarres de commande pour la conduite du réacteur. 7 ~
. -, 1 Improved nuclear reactor _ The invention relates to an improved efficiency nuclear reactor.
likely to better use The combustible material of the assemblies of the heart.
Nuclear reactors cooled and moderated by light water under pressure include a vessel containing the core of the submerged reactor in pressurized water filling the tank. The core of the reactor carries assemblies of great height compared to their cross-section dirty arranged vertically and side by side. The assemblies are themselves consisting of bundles of fissile fuel rods in contact by their external surface with the cooling water of the reactor.
For the reactor operation, a set of rods is used.
command associated with certain assemblies of the heart. These command bars consist of parallel bars of Eorte- absorbent material lie the neutrons which can be moved vertically inside guide tubes replacing certain fuel rods in the assemblies wounds constituting the heart.
One of the important problems linked to the operation of nuclear reactors key is to obtain a high efficiency with regard to the use tion of nuclear fuel assemblies. This fuel is general-ment consisting of uranium in the form of uranium oxide containing a predominant defect of fertile uranium 238 and a quantity of uranium 235, variable fissile as a function of fuel enrichment.
`During the operation of the reactor, the fissile fuel is consumed, so it is necessary to replace at least some of the reactor core assemblies after a certain operating time is lying.
The cost of enrichment, reloading, refilling The location of spent fuel and its reprocessing is very high, if although it is desirable to use the best fuel possible produced in the reactor core, to improve economic conditions reactor operating ques.
We are looking in particular to achieve the most complete combustion possible uranium content in the material of the assemblies. a improving uranium combustion we can either increase the duration of heart life for an initial charge of determinate or reduced fissile uranium reduce the initial charge of the heart in fissile uranium, for a lifetime given. In the first case, the operating costs of the reaction are reduced.
31q ~
Nuclear producer by operating refueling spaced over time.
In the second case, we can for example either decrease the volume and the mas-total fuel rods from the heart, or still use a combus-tible with a lower enrichment rate. We will reduce the cost of the fuel load.
For operating the reactor, i.e. for adjusting the reactivity of the core, we use neutron absorbing materials either in the form of control bars which are inserted into the core of the reaction or in the form of elements dissolved in the cooling water and reactor moderation. After loading the core, the reactivity of this is high, so absorbent materials must be used in increased quantity for the conduct of the reactor. We introduce for example in the guide tubes of certain assemblies of the core of the clusters of pencils containing consumable poisons or one introduces into the cooling water of the neutron absorbing poisons in large quantities bearing.
When the excess reactivity decreases due to the wear of the bustible, at the same time the concentration of the absorbent poisons is reduced of neutrons that are dissolved. These neutron absorbing poisons which are necessary for operating the reactor in its initial state are expensive and reduce the energy efficiency of the fissile fuel contained in the heart, It has been proposed to use the excess reactivity of the heart in its initial state to produce a fissile fuel (plutonium 239) from uranium 238 contained in the fuel for assemblies. For that, we shifts the energy spectrum of neutrons in the heart upward i energies, by reducing the ratio of the volume of moderator to the volume of the bustible in the heart, during the first part of the fuel cycle.
¦ When the excess reactivity of the fuel becomes practically zero, the ratio of moderator volume to fuel volume is reduced to a 'I value allowing to bring back the neutron spectrum in its zone usual for nuclear pressurized water reactors. Neutrons are then called "thermal" or "slow". This has the effect of producing a new excess of reactivity which allows to extend the duration of use fuel.
We act on the ratio of moderator volume to fuel volume target, by introducing into the first part of the fuel cycle, , rods made of material transparent to neutrons, inside certain 3 ~ 7 ~
core assembly guide tubes. We thus flush the water enclosed by these guide tubes and the corresponding reduction in moderator volume in the heart.
To obtain a significant effect, it is necessary to move about 20 ~ of the cooling water for roughly 60% of the life of the heart. For that, it must use a very large number of transparent pencils with neutrons introduced into all the guide tubes of the as-pretensions of the heart, with the exception of those used for the guiding the absorbent control rods of the reactor.
This considerably complicates the design and construction of the reactor.
Indeed all the equipment containing the reactor core must be dimensioned so that see the guidance above the heart and the command in translation of the spectrum variation bars. This design therefore requires the establishment of a large number of so many guide tubes, in the part of the equipment dull through which water normally laden with calories, to the detriment of the hydraulic balance of the reactor.
We must therefore resort to a new conception of circulation of the refrigerant in the reactor vessel. By elsewhere, the translational control of these clusters requires to install a very large number on the cover of the tank important control mechanisms that must inter-wedge with existing mechanisms of control clusters allowing the piloting of the reactor. All these obligations lead in particular, at equal power, to increase the size of the reactor vessel compared to a reactor c] assic.
In addition, a shift in the neutron spectrum towards high energies leads to increased depardition of neutrons outside the reactor and "embrittlement"
most important of the steel in the reactor vessel.
~ 8 ~, ~ 7l ~
According to the present invention, a reaction is provided.
nuclear reactor with improved efficiency comprising a container holding a heart made up of fuel assemblies fissiles arranged side by side and verticalemerlt, dipping in light water under pressure constituting the fluid derator and reactor cooling, rods control of displaceable neutron absorbing material vertically in the heart to regulate the power of the actor, and bars of variation of the energy spectrum of neutrons in material having diffuse neutron absorption different from that of the control bars, associated with vertical displacement devices allowing their insertion tion complete in at least part of the assemblies of the core or their complete extraction to vary the ratio port of the moderator volume to the volume of fissile material in the heart and shift the energy spectrum of the neutrons, these bars being distributed throughout the section of the heart, characterized by the fact that it further comprises:
- a massive metal partitioning in material reflecting high energy neutrons, arranged at the periphery of the heart and over its entire height and, - two layers of neutron absorbing material low energy and containing fertile matter arranged one at the bottom of the heart and the other at its part ~ 5 upper, over its entire section.
The nuclear reactor according to the invention allows better use of fuel for assemblies and a reduction in the neutron fluence therefore of the effect of embrittlement of the steel in the reactor vessel, while being of simple structure and design.
According to a preferred embodiment, the spectrum variation bars are associated with an assembly fuel in two in the core according to a provision checkered.
, ~
,:, - 4a -In order to make the invention understood, we will now describe, by way of non-limiting example, a high power nuclear reactor according to the invention.
Figure 1 is a sectional view, through a green plane symmetry, of the nuclear reactor vessel.
Figure 2 is a sectional view along AA of the figure 1.
Figure 3 is a sectional view along BB of the figure 1.
Figure 4 is an enlarged view of a part of the section of the heart represented in the figure 3 showing the arrangement of the control and spectrum variation in the core assemblies of the reactor.
In Figure 1, we see the vessel 1 of the reactor closed by a domed cover 2.
As can be seen in Figures 1 and 2, the tank has four water inlet tutures under pressure sion 4 and four water outlet pipes 5. The pipes 4 are connected to the cold branches of the primary circuit of the reactor and the pipes 5 with hot branches leading pressurized water heated in contact with the assemblies 6 from reactor core 7 to non-steam generators represented.
Inside the tank 1 are suspended the inter-, _ nes comprising in particular a ferrule 8 constituting the envelope of the heart 7 and carrying, at its lower part, the plate 9 for supporting the heart. The plate 9 is pierced with openings corresponding to the assemblies of the -heart. As can be seen in Figure 3, the heart has a hundred ninety-three square section assemblies resting on plate 9.
Above the core 7 are located the internal equipment above laughs 11 of the reactor. These upper internal equipments 11 comprise guide tubes 12 of the bars, serving as spacers and ensuring the connection between an intermediate plate 13 and a heart plate 10 to which the they are related. Internal equipment also carries a plate , upper 14 3 which are fixed the upper parts of the tubes 12.
The plates 13 and 14 are fixed on ferrules coaxial with the ferrule 8 and maintained, like the ferrule 8, between the cover 2 and the tank 1. The tubes 12 contain guide maps 15 and continuous guidance devices to maintain and guide the bars during their movements , vertical in the heart. At their lower part the tubes 12 are drilled openings 16 to allow water to exit, passing through the assemblies Ages provided with a cluster, towards the outlet pipes of the tank. These tubes 12 .are made in two parts, the upper part of the tubes is suspended ~ ¦20 the upper plate 14 and their lower part acts as a spacer between plates 10 and 13.
The annular space between the core 7, the sec of which can be seen Surtion in Figure 3 and the core envelope 8 is filled by a partition-massive stainless steel 18 serving in particular as a reflector 125 for high energy neutrons produced in the heart. The partitioning -1 mass 18 occupies practically the entire volume between the core and the velvet of heart.
The fuel rods of the assemblies are constituted by very long zirconium tubes containing uranium oxide pellets ranium enriched in uranium 235. At each of their ends, on a long about ten centimeters, the zirconium tubes are filled with uranium-235 depleted uranium oxide (U02) pellets replacing enriched uranium oxide pellets. Two layers are thus formed practically continuous 19 and 20 in depleted uranium at the upper end re and at the lower end of the heart respectively.
These layers 19 and 20 make it possible to absorb the neutrons at low energy and provide uranium 238 that can transform into plutonium 239 under the effect of bombardment by high ener neutrons gie.
The stainless steel partitioning and the uranium layers impoverished 19 and 20 thus make it possible to limit the output of the nines to a minimum outside the core, which improves the efficiency of the reactor.
In addition, the fluence in the vicinity of the tank is thus reduced.
; In Figure 2, we see all of the guide tubes 12 per-3 putting the guide bars in the reactor core. For the whole heart we use ninety-six clusters of absorbent pencils, each of these clusters can be introduced into the guide tubes of an assembly ge.
In Figure 1 we see such a cluster of absorbent pencils or control bar 24 in the high position, this being fixed to a rod control 25 which is itself mobile in a tubular chamber 26 in communication with the inside of the tank. At the top of the chamber 26 is placed a mechanism me of displacement of the rod 25 not shown. Such a classic ratchet type mechanism allows movement in the vertical direction and very precisely the control bar 24 inside the guide tubes of the assembly 6a placed vertically on the tube 12a.
Also seen in Figure 1, a set of varia-tion of the energy spectrum of the neutrons 27 fully inserted into the assembly guide tubes 6a. These energy spectrum variation bars The neutrons are made up of a cluster of zinc alloy tubes.
conium filled with pellets of depleted uranium over their entire length cheerfully.
Control clusters as well as variation clusters ; of the neutron energy spectrum have the same length as the assemblages . .
ges.
The neutron spectral variation bars 27 can be in either of two positions, one of these positions being the po-completely inserted position represented in figure 1, and the other position the completely extracted position equivalent to the position of the cluster of control 24 shown in Figure 1. A displacement device associated linked to the spectrum variation bar. 27 allows you to move it by one the other of these two positions. In their fully inserted position, the absorbent pencils constituting the spectrum variation bar are engaged aged in assembly 6 over their entire length.
Referring to Figures 2 and 3, we see that for a core com-carrying one hundred and forty-thirteen assemblies, we use ninety-six oh guide tubes 12 each guiding one bar at a time control 24 and a spectrum variation bar 27. We also see that these guide tubes 12 are arranged vertically with assemblies bustibles 30 arranged in a checkerboard pattern in the heart section. An assembly on two is therefore equipped with both a control bar and a control bar spectrum depletion of depleted uranium.
Assemblies 31 adjacent to assemblies 30 fitted with bars and variation spectrum bars receive neither one nor the other of these two types of absorbent bars.
Referring to Figure 4, we see the arrangement of the tubes guides 32 intended to receive control rods and guide tubes 33 intended to receive spectrum variation bars. Each assembly comprises fifty six guide tubes, sixteen of which are intended to receive control rods and forty tubes intended to receive rods spectrum variation.
The guide tubes of the assemblies 30 actually receive these bars during reactor operation while the guide tubes cor-responding to assemblies 31 receive a cluster of plugs allowing create a pressure drop equivalent to that due to the bars introduced 20 in tubes 32 and 33 of assemblies 30.
The whole of the cluster 24 constituting the control bar repro-duit the transverse distribution of the guide tubes 32 shown in Eigu-I re 4, while the entire cluster 27 reproduces the distribution of -j guide tubes 33 also shown in Figure 4.
1 25 At the start of the fuel cycle, i.e. after a charge--y ment, we use the mechanisms of displacement of the bars of variation of spectrum to put all the depleted uranium bars in position of in-l maximum setting in assemblies 30, so that the volume of moder-compared to the volume of fuel in the reactor core is found ve considerably reduced. In addition, each of the depleted uranium pencils '' spectrum variation bars locally absorb bass neutrons i energy, which causes an increased displacement of the neutron spectrum towards ; high energies.
This local effect repeated throughout the heart by the bars of variation of spectrum evenly distributed in an assembly on two causes an overall spectrum hardening effect inside the reactor core.
i We thus obtain, both by decreasing the volume of the moaera-tor and by absorption of low energy neutrons, a displacement of sufficient spectrum to produce appreciable uranium 238 conversion 239 plutonium fuel oil.
Depleted uranium rods absorb excess slow neutrons dental to those needed for maintenance of the reaction in fi chain in the heart and give rise to the formation of plutonium 239 SOU9 the effect of higher energy neutron bombardment.
After operating with the spectrum variation bars inserted during a significant part of the reactor cycle, these bars are extracted res. After extracting the spectrum variation bars, the material fis-j sile formed by high energy neutron bombardment during the pre-The first phase is consumed inside the reactor core.
i By the increased effect of shifting the spectrum of absorbent bars depleted uranium and by the use of a peripheral reflector made of stainless steel and absorbent layers of depleted uranium and on the other side of the heart, at its lower part and at its upper part, it it is possible to equip only one fuel assembly out of two in the heart with a set comprising both a command bar and a spectrum variation bar.
We see in Figure 3 that, among the hundred and ninety-three fuel assemblies constituting the core, there are ninety-six assemblies 30 receiving a control bar and a variation bar spectrum and ninety seven assemblies 31 receiving only one cluster plugs.
It will therefore be possible to install above the cover 2 of the tank 1 the control rod movement mechanisms comprising a met coaxial mechanism for inserting and extracting spec variation bars tre, while the arrangement of such mechanisms vertically to each assemblies would have been very difficult and called into question the concept 30 tion of the tank, its cover and internal equipment.
J The device according to the invention therefore has the advantage of allowing an installation of all the control rods and the shift bars spectrum spectrum, without requiring significant modification of the tank of a pressurized water type nuclear reactor. On the other hand, thanks to 35 the reflector effect of the peripheral partitioning of the heart, to the effect absorption of the upper and lower layers of depleted uranium from core and the effect of shifting the increased spectrum of the variation bars of neutron spectrum, we can considerably improve the conditions ;
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for operating the reactor core fuel.
These significant improvements generate significant savings on the cost of fuel are obtained at the price of a relative modification of the reactor structure.
5The invention is not limited to the embodiment which comes to be described; on the contrary, it includes all its variants.
This is how we can imagine a different distribution of guide tubes 32 and 33 receiving the control bar and the varia bar tion of spectrum in each of the assemblies 30. It is also possible to conceive a different distribution of the assemblies receiving the control rods and spectrum variation bars.
We can also imagine configurations where these two types bars are not associated with the same core assemblies. We can also Also imagine clusters constituting the control and varia-115 spectrum with a different number of absorbent pencils.
For spectrum variation bars we can imagine the use ! sation of absorbent materials other than depleted uranium, containing or not containing fertile material likely to turn into fissile material under the effect of neutron bombardment.
'We can imagine devices of any type, mechanical, hydraulic or pneumatic for moving the control rods and for full insertion or extraction of the variation bars spectrum.
The invention applies to any cooled and moderate nuclear reactor.
re with pressurized light water comprising fuel assemblies available '' placed vertically, inside which we move vertically - control bars for the reactor control.